万超

(中核核电运行管理有限公司 浙江海盐 314300)

0 引言

核电厂每运行一个燃料循环后需要进行大修工作，将使用过的乏燃料从压力容器堆芯中取出来，装入新的核燃料并对设备进行维护，为下一个燃料循环做好准备。核燃料装卸操作需要开启压力容器大盖，为保证堆芯核燃料的有效冷却和生物屏蔽功能的实现，开盖过程中反应堆一回路水位要保持在压力容器法兰面附近，水位过高或过低都会带来安全风险[1-3]。核电厂大修期间，反应堆进入压力容器法兰面水位后，能够观察到明显的蒸汽发生器U型管返水现象，给反应堆一回路水位控制造成困扰。在对秦山第二核电厂历次大修中蒸汽发生器U型管返水情况进行分析后发现，蒸汽发生器U型管返水存在一定的规律性，返水过程和返水量与U型管中的水温以及蒸汽发生器二次侧排空操作有关联。理清蒸汽发生器U型管返水的机理和引发的安全风险，制定出相应的对策，能极大地减轻操纵员的水位控制负担，避免发生危及人员、设备和堆芯安全的执照运行事件，为核电厂大修安全提供助力。

1 蒸汽发生器U型管返水机理分析

核电厂蒸汽发生器的主要作用是将一回路水的热量传给二回路水，使其汽化推动汽轮发电机发电。蒸汽发生器蒸发段的下部是由倒置的U形管束构成，一回路水在管内流动，二回路水在管外汽化，传热过程如图1所示。

图1 反应堆传热过程示意

蒸汽发生器U型管返水实际上是U型管内吸附的一回路水逐步释放出来的过程。由于U型管顶部没有进气点，在反应堆一回路排水过程中，U型管内的水排出的同时会在上部空间形成负压，导致一部分水吸附在U型管内无法排出，在一定条件下，U型管内的压力平衡被打破时，U型管内吸附的水就会排出，产生U型管返水现象。

U型管间歇性返水看似毫无规律，实则存在明确的原因和机理。以秦山第二核电厂307大修中蒸汽发生器U型管的返水情况为例，在反应堆一回路水位稳定在压力容器法兰面水位后，先后发生了2次蒸汽发生器U型管返水和1次U型管吸水现象，持续数小时。图2是秦山第二核电厂307大修反应堆一回路的水位趋势，可以看到由于蒸汽发生器U型管的返水和吸水现象，导致水位有3次明显的波动过程。

图2 307大修反应堆一回路水位趋势

1.1 蒸汽发生器U型管内水体汽化引发返水

每次大修中，为更换核燃料，需要将一回路水位排低到压力容器法兰面位置，以便开启压力容器大盖。到达要求水位停止排水后，一段时间内水位会持续上涨无法稳定，需要操纵员频繁排水干预。水位上涨是U型管返水导致，但是U型管返水为何会持续一个多小时，返水量也远大于U型管内形成负压的理论排水量。结合工艺系统的实际运行情况进行分析后，发现蒸汽发生器U型管内水体汽化发生相变是造成返水的直接原因。图2中第1次水位波动是蒸汽发生器U型管内水体汽化引发U型管返水导致。

大修中反应堆冷却剂泵停运后，蒸汽发生器U型管就成为死管段，U型管内的水体温度维持在50 ℃左右。在U型管内形成负压的过程中，当压力低于50 ℃水温对应的饱和压力时，U型管内水体会发生沸腾汽化，产生的蒸汽积聚到U型管上部空间后使压力上升，促使U型管返水。在一回路排水停止后，由于汽化效应的存在，U型管仍然持续向一回路返水，直到U型管内达到气液两相平衡状态后停止，此时U型管上部会形成一个与50 ℃水温对应的饱和蒸汽空间。50 ℃温度对应下的饱和蒸汽压力决定了这一阶段的返水量，由于每次换料大修工况相同，这一阶段U型管返水量约为10 m3。

1.2 蒸汽发生器二次侧排空操作引起U型管返水

U型管第1次返水过程结束后，一回路水位趋于稳定，一段时间后突然开始了第2次水位波动，蒸汽发生器二次侧排空操作打破了U型管内原已形成的平衡状态是此次U型管返水的直接原因。图2中反应堆第2次水位波动是由于蒸汽发生器二次侧排空操作导致。

秦山第二核电厂蒸汽发生器二次侧排空采用压空加压排水的方式，随着蒸汽发生器内压空压力的逐步升高，压空温度也会上升。当蒸汽发生器二次侧排水到U型管顶部露出水面后，压空和U型管直接接触，两者之间存在温差时产生热交换，破坏了U型管内的平衡状态造成U型管向一回路返水。

图3是蒸汽发生器充压空示意，如果把蒸汽发生器充气过程做为一个开口系统来分析，在U型管裸露之前，U型管内外侧之间还没有热交换，蒸汽发生器可以看成是一个绝热容器；蒸汽发生器排水时间较长，可以假设一段时间内容积不变；压空充入蒸汽发生器后留在里面，忽略充入气体的动能和位能，结合理想气体状态方程的微分形式，根据开口系统热力学第一定律能量表达式，可以推导出蒸汽发生器二次侧充压空过程中压空压力与温度的关系式为

图3 蒸汽发生器充压空示意

(1)

式中，P1为蒸汽发生器中初始压力，大气压；P2为U型管露出水面时的压空压力，0.6 MPa；T1为初始温度，50 ℃；κ为空气系数，1.4；Tc为充入蒸汽发生器的压空温度，常温25 ℃；T2为U型管露出水面时蒸汽发生器内的压空温度。可以计算出，T2=399.15 K，即126 ℃。随着压力上升，压空温度有明显升高。

当高温压空和U型管接触时会向U型管内水体放热，如果没有U型管上部蒸汽空间的存在，水的比焓大，比体积随温度变化很小，不足以引发U型管返水，前一阶段返水过程中形成的蒸汽空间则使得U型管返水成为了可能。蒸汽从U型管外的高温压空吸收热量后，升温膨胀导致压力上升，破坏了原有的平衡状态，使得U型管向一回路返水。同时，与蒸汽相接触部分的水体升温汽化后，也从U型管外压空吸收热量，升温膨胀使得压力进一步升高，推动U型管继续向一回路返水，直到U型管蒸汽空间内外侧温差减小到传热过程停止后，返水结束。这一阶段蒸汽发生器U型管向一回路的返水量取决于高温压空能够提供的热量。由于每次大修工况相同，这一阶段的返水量约为9 m3。

1.3 蒸汽发生器二次侧卸压操作导致U型管吸水

蒸汽发生器二次侧水排空后要将二次侧压力卸到大气压，卸压时压空温度降低，对U型管内蒸汽产生冷却作用使得体积收缩压力降低，一回路水在大气压的作用下注入U型管中。图2中反应堆第3次水位波动是由于蒸汽发生器二次侧卸压操作导致。如果把蒸汽发生器卸压看成一个刚性绝热容器的放气过程，假设卸压过程中U型管内外侧之间没有热交换，根据理想气体绝热过程关系式

(2)

式中，T1为压空卸压前温度；T2为卸压后温度。代入卸压前压力0.6 MPa，卸压后为大气压，空气系数κ=1.4，可以得出，卸压前后压空温度的关系为T2=0.599T1，卸压过程中压空有明显的降温过程。当这个温度低于U型管一次侧蒸汽的温度时，必然会导致U型管一次侧蒸汽冷却收缩，压力降低从一回路吸水，吸水量取决于压空卸压过程中从U型管内蒸汽吸收的热量，每次大修蒸汽发生器二次侧卸压工况相同，因此每次卸压过程的吸水量约为5 m3。

2 蒸汽发生器U型管返水引发的安全风险

核电厂大修期间，一回路水位到达压力容器法兰面水位区间后，要稳定水位进行开启压力容器大盖的操作，这也是核燃料卸载前要完成的重要操作，此时由于蒸汽发生器U型管返水会引发一系列的安全风险，对大修工作人员和设备安全都造成威胁。

(1)人员遭受放射性水污染

反应堆压力容器大盖开启操作需要将反应堆水位维持在10.73～10.93 m的水位区间，该水位离11 m的压力容器法兰结合面很接近，当蒸汽发生器U型管向一回路返水时，若操纵员干预不及时，放射性水就可能从压力容器法兰面溢出，易造成工作人员放射性伤害，反应堆水位离法兰结合面非常接近，增大了返水过程中对一回路水位进行控制的难度。

(2)设备遭受腐蚀

核电厂采用硼酸作为反应性控制手段，反应堆一回路冷却剂中含有硼酸溶液，当反应堆冷却剂从压力容器法兰面溢出时会对法兰、螺栓、螺孔造成腐蚀，对设备长期安全运行构成威胁。

(3)水位过低违反运行技术规范要求，导致电厂安全水平降级

运行技术规范是在机组正常运行期间，确保公众与工作人员的安全必须遵守的最低技术规则，只有严格遵守这些规则才能保证机组在整个运行期内的安全。蒸汽发生器U型管向一回路返水时，若操纵员控制不当，水位低于技术规范要求时，将导致电厂安全水平降级。

(4)水位低于反应堆余热排出系统要求的运行水位，导致设备损坏

大修期间反应堆堆芯产生的剩余发热需要通过余热排出系统来冷却排出，余热排出系统正常运行对反应堆一回路水位有要求。蒸汽发生器U型管向一回路返水时，若操纵员控制不当导致水位低于余热排出系统运行的最低要求水位时，将可能导致设备汽蚀损坏。

(5)堆芯失去冷却，危及堆芯安全

蒸汽发生器U型管返水过程中，操纵员需要将U型管返水排出，保持一回路水位稳定。若操纵员操作不当导致反应堆一回路水位过低，在极端情况下，余热排出系统完全损坏，排热功能完全丧失，将导致堆芯失去冷却，危及到反应堆堆芯安全。

3 蒸汽发生器U型管返水引发的安全风险对策

分析并明确了蒸汽发生器U型管返水的原因和返水量，针对蒸汽发生器U型管返水引发的安全风险制定如下对策：

(1)合理调整大修工序，避免压力容器法兰面溢水

在反应堆压力容器开大盖期间，法兰面紧固螺栓松开后，蒸汽发生器U型管返水时，放射性水有可能从法兰面溢出污染人员和腐蚀设备。为规避风险，大修工作中将压力容器开大盖的操作调整到蒸汽发生器二次侧排空操作完成后再进行。蒸汽发生器二次侧排空后，U型管返水过程结束，反应堆一回路水位保持稳定，此时开启压力容器大盖就不会再有溢水的风险。

(2)卸压操作前抬高一回路水位，防止水位低于技术规范要求

蒸汽发生器二次侧的卸压操作会产生U型管吸水效应，导致一回路水位降低，操纵员补水不及时可能导致水位低于技术规范要求，降低电厂安全水平，卸压操作前抬高一回路水位，可以防止水位低于技术规范带来的安全风险。大修中蒸汽发生器卸压导致的U型管吸水量约为5 m3，将一回路水位抬高到12 m，即可避免卸压过程中水位低于10.73 m的技术规范水位带来的安全风险。

(3)制定合理控制方案，防范盲目干预导致的水位过低风险

操纵员对一回路水位控制过程中的盲目干预是导致水位过低的主要原因。为防范水位过低带来的安全风险，根据蒸汽发生器U型管返水的原因和返水量，可以制定具有明确针对性的控制方案。压力容器大盖不开启的情况下，放射性水溢出的风险已经消除，干预的紧迫性大大降低，操纵员进行水位控制时应着重防止干预过当导致水位过低。进行干预时的水位值可以适当提高，对一回路进行排水稳定水位时可以采取少量多次的方式，防止排水过量。

4 结语

核电厂大修期间蒸汽发生器U型管返水引发的安全风险是核电厂每次大修都要面对和解决的难题。蒸汽发生器U型管内水体汽化和蒸汽发生器二次侧排空操作是造成蒸汽发生器U型管返水的直接原因。根据蒸汽发生器U型管返水的机理，通过制定合理的对策，能够有效避免由此带来的一系列安全风险，对核电厂大修安全具有重要意义。